国内の原子炉圧力容器の破損頻度を計算可能にする解析コードの開発に初めて成功

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確率論的破壊力学に基づく解析コードを開発

2018/03/30 国立研究開発法人日本原子力研究開発機構

【発表のポイント】

  • 国内軽水炉の原子炉圧力容器においては、安全性を示す定量的な数値指標である「破損頻度」1)(=「事故の発生頻度」×「事故が発生した際の破損確率」)に関して、従来の解析コードでは「事故の発生頻度」を考慮できなかったため、算出することができなかった。
  • 原子力機構は、「事故の発生頻度」を考慮できる解析機能を整備し、評価に影響する様々な因子の不確かさを考慮することができる確率論的破壊力学2)を用いた、国内の原子炉圧力容器の「破損頻度」を計算できる解析コードの開発に成功。
  • さらに、「破損確率」について、これまでの解析コードでは原子炉圧力容器に1つの亀裂がある場合の評価しかできなかったが、改良により原子炉圧力容器全体に複数の亀裂がある場合でも、その評価をこれまでの1万分の1以下の計算時間で実現した。
  • 原子力機構は本解析コードを2018年3月29日付で公開した。国内で唯一の解析コードとして、例えば、非破壊検査の有効性が定量的に確認できるようになるなど安全性向上への活用に役立てられることが期待される。

国立研究開発法人日本原子力研究開発機構(理事長:児玉敏雄。以下、原子力機構)、安全研究センター構造健全性評価研究グループ(以下、研究グループ)では、長い間運転された軽水炉における機器の健全性評価3)に関する研究の一環として、その評価に影響する様々な因子の不確かさを考慮することのできる確率論的破壊力学(PFM : Probabilistic Fracture Mechanics)に基づく解析コードPASCAL(PFM Analysis of Structural Components in Aging LWR)を大幅に改良し、実用的な解析コードとして公表しました。

原子炉圧力容器は一次冷却材のバウンダリーとして安全上最も重要な機器であり、炉心からの中性子を受けて劣化する影響を考慮して健全性評価を行う必要があります。原子炉圧力容器が壊れる可能性は極めて低いとされていますが、これまでその安全性を示す定量的な数値指標である「破損頻度」を求めることはできませんでした。軽水炉が長い間運転されるのに伴って、炉心で生じる中性子の照射量が増えるため、材料の破壊に対する抵抗力である破壊靭性は低下します。この破壊靭性は元来ばらつきが大きいため、そのばらつきや低下の進み具合の不確かさなどを考慮して原子炉圧力容器の破損頻度を求めることが必要です。破損頻度は、米国では規制基準で用いられておりますが、国内においては「事故の発生頻度」を考慮できる解析コードがなく、算出できませんでした。そこで研究グループでは、原子炉圧力容器の破損に寄与する「事故の発生頻度」を考慮する解析機能を整備しました。また、原子炉圧力容器に1つの亀裂を想定して「破損確率」を求めるこれまでのPASCALバージョン3に対して、原子炉圧力容器全体に複数の亀裂がある場合を想定した評価を行うために必要な解析モデルを導入しました。複数の亀裂に対応し、100万年に1回よりも低い頻度を算出するためには計算量が極めて多くなります。そのため、高速な数値計算手法である数値積分法やラテン超方格法4)といった効率的な計算手法を導入し、これまでの1万分の1以下の計算時間を実現しました。これにより、「破損頻度」を求めることができるようになりました。また、原子力機構が主催する産学の委員で構成されたPASCAL信頼性向上ワーキンググループにおいて、ソースプログラムの検証や複数の機関で計算した結果の比較検討を行い、PASCALは高い信頼性を有することを確認しました。さらに、研究グループでは、原子炉圧力容器の「破損頻度」を求めるための標準的な解析手順や解析に必要なデータなどを取りまとめた標準的解析要領5)を世界に先駆けて整備し、国際的に高い評価を受けました。その要領を満足し、国内の原子炉圧力容器の「破損頻度」を計算できる唯一の解析コードとして、PASCALバージョン4を公開しました。

今後、原子炉圧力容器に対する非破壊検査の有効性の検討、リスク情報を活用した検査への活用、規格改定に伴う安全性に対する余裕の評価、原子炉施設の安全性向上のための評価への活用などを通して、軽水炉機器の健全性評価におけるPFM解析の実用化に大きく寄与することが期待できます。

本解析コードは、2018年3月29日付で、JAEA-Data/Code 2017-015として公開されました。プログラムは、原子力機構のコンピュータプログラム等検索システムPRODASを通して入手することができます。

本研究におけるPASCAL4の整備は、原子力規制庁からの受託事業「高経年化技術評価高度化事業(原子炉一次系機器の健全性評価手法の高度化)」として行われたものです。

【研究開発の背景と目的】

軽水炉において、一次冷却材のバウンダリーとして安全上最も重要な機器である原子炉圧力容器は、壊れる可能性が極めて低いとされていますが、これまでその破損頻度を求めることはできませんでした。確率論的破壊力学(以下、PFM : Probabilistic Fracture Mechanics)は、機器に対する負荷や材料特性などの不確かさを考慮できることから、その破損頻度を合理的に求めることのできる手法として注目されています。例えば米国では、軽水炉の炉心で生じる中性子が照射されることによって劣化(以下、照射脆化)が進んだ原子炉圧力容器の加圧熱衝撃(以下、PTS : Pressurized Thermal Shock)事象6)時における健全性評価に関する規制基準にPFM解析が用いられています。具体的には、PFM解析で得られた原子炉圧力容器の破損頻度1)を踏まえて、照射脆化の程度を表す指標である関連温度に関する基準値が定められています。また、ある原子炉圧力容器の関連温度がその基準値を満足しない場合には、その原子炉圧力容器に対するPFM解析で求められる破損頻度が、その原子炉圧力容器を続けて運転するかどうかの判断材料の1つとして活用されています。国内では、まだ破損頻度の基準値は定められていませんが、非破壊検査の有効性に関する検討や安全性向上のための評価において、安全性(安全裕度)を示す定量的な数値指標として、原子炉圧力容器の破損頻度を活用することが期待されます。そのため、原子炉圧力容器の破損頻度を求めることのできるPFM解析コードが必要です。

研究グループでは、軽水炉における機器の健全性に関する研究の一環として、国内の原子炉圧力容器の破損頻度を求められるようにすることを目的に、PFMに基づく解析コードPASCAL(PFM Analysis of Structural Components in Aging LWR)の開発・改良を進めてきました。

【研究の手法】

PASCALは、軽水炉における安全上最も重要な機器である原子炉圧力容器の健全性に関する研究の一環として、平成8年にその整備を始めたPFM解析コードです。原子力規制庁から受託した「高経年化技術評価高度化事業(原子炉圧力容器の健全性評価手法の高度化)」(平成25年度)、及び「高経年化技術評価高度化事業(原子炉一次系機器の健全性評価手法の高度化)」(平成26年度~平成28年度)7)の一部として、改良を進めてきました。

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